Паровые турбины
Турбина является одним из важнейших элементов блока, в значительной мере определяющем надежность, экономичность и маневренность всего комплекса оборудования. Надо отметить, что обеспечение высокой маневренности турбин в какой-то части противоречит другим показателям - надежности и экономичности. Например, быстрый пуск турбины затруднен при малых осевых и радиальных зазорах в проточной части, уменьшение которых целесообразно с точки зрения экономичности.
Турбины АЭС обладают достаточно хорошими динамическими и маневренными характеристиками. В энергетическом диапазоне мощностей они обеспечивают требования по скорости изменения нагрузки, в аварийных ситуациях - допускают импульсную разгрузку, могут работать при отклонениях частоты в сети от номинального значения. Главный момент, где они влияют на маневренные характеристики блока в целом, - это пусковые режимы, в частности прогрев конструктивных узлов при пуске из холодного состояния. Он прямо влияет на продолжительность пусковых операций.
Вообще говоря, продолжительность пуска является одним из показателей маневренности, над улучшением которого много работали. Один из путей ее сокращения - автоматизация процесса пуска, на сегодня данный путь практически реализован. Поясним это подробнее.
Существует тесная связь между скоростью разворота и нагружения турбины и скоростью ее прогрева. Особенно четко такая связь прослеживается в начальный период пуска турбины из холодного состояния. В этот период температуры омываемых паром поверхностей за счет конденсации почти без отставания следуют за температурой насыщения пара, а последняя растет вместе с давлением при увеличении его расхода. Поэтому важно знать скорости прогрева разных элементов, напряжения в них возникающие и, в конечном итоге, понимать, какие элементы определяют общую допустимую скорость. Расчеты и исследования, выполнявшиеся конструкторами турбин АЭС [14], показали, что скорость прогрева турбины в наибольшей степени определяется напряженным состоянием фланцев горизонтального разъема ЦВД в зоне паровпус- ка. Относительное расширение роторов скорость пусковых операций для турбин АЭС практически не ограничивает.
Характерным параметром, по которому можно контролировать напряжения, является разность температур по ширине фланца в указанном районе. Для турбин К-220-44, например, предельно допустимая разность температур по ширине фланца составляет 70 °С. Поэтому при автоматизации управления операциями при пуске турбин и наборе нагрузки ориентировались именно на этот параметр. В процессе пуска он поддерживается максимально близким к предельно допустимому значению, что и позволяет сократить время пуска. Автоматизированный пуск агрегатов К-220-44/3000 на КолАЭС и К-500-60/1500 на НВАЭС подтверждает высокую эффективность и надежность, обеспечивая среднюю скорость набора нагрузки до 3-5 МВт/мин [13].
Повышению маневренных свойств и улучшению условий пуска турбин (с точки зрения снижения напряжений, возникающих в массивных элементах) способствует режим работы турбоагрегатов на скользящих параметрах пара. Режим пуска и эксплуатации турбин на скользящих параметрах хорошо отработан и многократно использовался на энергоблоках с реакторами ВВЭР на Кольской и Нововоронежской АЭС [13]. Опыт эксплуатации, полученный на этих АЭС, показал, что работу турбин на скользящих параметрах целесообразно и весьма эффективно сочетать с режимом работы РУ при сниженной температуре теплоносителя, что позволяет несколько увеличивать оперативный запас реактивности реактора и, следовательно, его маневренность.
Однако в современных регламентах энергоблоков ВВЭР и РБМК пуск турбин предусматривается проводить при номинальных параметрах пара. Возможно, в дальнейшем к пуску на скользящих параметрах снова вернутся.
Пуск турбогенераторов БН-600, как уже указывалось в гл. 9, осуществляется на скользящих параметрах пара, что обеспечивает возможность включения их в сеть уже при мощности 10-15 % ном и сокращает время прогрева цилиндров.
Помимо описанного для улучшения маневренных характеристик турбин реализуются такие направления, как повышение быстродействия и совершенствование систем регулирования (о чем упоминалось выше), уменьшение объемов парового тракта, уменьшение металлоемкости и т.д. Чтобы облегчить привлечение АЭС к регулированию нагрузки в энергосистеме внедряются электрогид- равлические системы регулирования турбин. Не затрагивая пока ГАЭС, отметим: чтобы обеспечить покрытие нагрузки в энергосистеме во время утренних и особенно вечерних пиков, можно идти двумя путями - строить новые энергоблоки или вырабатывать дополнительную энергию на АЭС за счет создания в ее схеме специального пикового контура, обеспечивающего получение этой энергии за счет аккумулирования тепла.
Идея аккумулирования на АЭС тепла горячей воды или пара заключается еще и в том, чтобы при сохранении постоянной (или близкой к ней) мощности реакторной установки как самой дорогостоящей и менее отработанной части станции обеспечить выработку дополнительной энергии за счет работы турбинного оборудования в переменном режиме. Интенсификация использования РУ благоприятно скажется на технико-экономических показателях всей станции. Значительные проработки по использованию систем теплового аккумулирования (САТ) на АЭС проведены в 1970-80 гг. в ЭНИН (Энергетический институт им. Г.М. Кржижановского), ВНИИАЭС и некоторых других организациях. Работы в этом направлении продолжаются и в настоящее время.
Было разработано довольно много вариантов блоков с переменной структурой тепловой схемы. Исследовались разные схемы аккумулирования горячей воды и свежего пара, но наибольшее внимание уделялось аккумуляторам питательной воды (АПВ). Общим у всех схем является то, что в период зарядки аккумуляторов турбина и электрогенератор работают на пониженной мощности, а в период разрядки происходит повышение мощности блока, которое может осуществляться как основным турбогенератором, так за счет дополнительно устанавливаемой пиковой турбины. Нормальным является базовый режим работы таких блоков со штатной тепловой схемой. При этом сохраняется высокая тепловая экономичность, характерная для базовых агрегатов. При необходимости изменения мощности соответствующими переключениями изменяется структура тепловой схемы; часть же элементов блока продолжает работать в режимах, близких к номинальному, что создает для них щадящие условия работы при маневрировании мощностью блока.
Как показывают выполненные исследования [13], использование тепловых аккумуляторов для покрытия пиковых нагрузок в суточном графике рентабельно. Однако оно неэффективно для регулирования недельных нагрузок, так как аккумуляция теплоты за выходные дни требует очень больших объемов баков- аккумуляторов, что значительно увеличивает капитальные затраты. Аккумуляция теплоты горячей воды или пара позволяет производить изменение мощности, выдаваемой генератором в сеть, при сохранении постоянной или близкой к ней тепловой мощности реактора. Турбоустановка же при этом работает в существенно переменном режиме.
Технико-экономическая эффективность аккумулирования тепла в значительной степени зависит от уровня удельных капиталовложений в пиковый контур и в его главную составляющую — систему аккумулирования. Если не учитывать некоторые дополнительные трудности и проблемы, в большинстве случаев выгоднее было бы осуществлять суточное аккумулирование тепла по сравнению с вводом нового оборудования АЭС. Возможные принципиальные схемы аккумулирования, разрабатывавшиеся у нас и за рубежом, приведены в [13].
В качестве примера реализации этой концепции, следуя [26], рассмотрим более подробно проект энергоблока АЭС с включением в тепловую схему турбоустановки аккумуляторов горячей воды (рис. 10.1). Установка может работать при трех структурах тепловой схемы.
Основной режим — базовый, при котором установка работает со штатной структурой тепловой схемы. Пар из РУ 1 поступает в часть высокого давления турбины 2. Далее, пройдя СПП 3 и часть низкого давления турбины 4, пар поступает в конденсатор 13. Образующийся в нем конденсат конденсатными насосами 14 направляется в регенеративные подогреватели низкого давления 5 и далее в деаэратор 6. Из него питательными насосами 15 питательная вода через подогреватели высокого давления 7 возвращается в РУ. Клапаны 11 и 12 в базовом режиме закрыты, тепловой аккумулятор 8 отключен. При этом установка работает с тепловой экономичностью, обычной для базовых энергоблоков.
Вторая структура тепловой схемы соответствует периоду минимальных нагрузок. Открывая клапан 11, производят зарядку бака- аккумулятора 8 горячей водой. При этом уменьшается расход пара через часть низкого давления турбины и, соответственно, уменьшаются мощности турбины и электрического генератора. В период пиков нагрузки установка работает с третьей структурой тепловой схемы. Клапан 11 закрывают и открывают клапан 12. При этом происходит разрядка бака-аккумулятора. Поступая в расширитель 10, вода частично испаряется. Образовавшийся пар направляется в дополнительную пиковую турбину 9, вырабатывая мощность сверх номинальной. Вода из расширителя специальным насосом 16 возвращается в деаэратор.
Приведем для сравнения описание также другого варианта САТ с АПВ, который был разработан в ЭНИНе в 1980-х гг. для блоков предполагавшейся к строительству Татарской АЭС с реакторами ВВЭР-1000. Основное оборудование блока включало в себя реакторную установку ВВЭР-1000, турбогенератор К-1000, электрогенератор ТВВ-1200 и АПВ. Проработки показали, что применение САТ обеспечивает:
регулировочный диапазон мощности АЭС свыше 50%,
ожидаемый экономический эффект более 35 млн руб. (в ценах 1980 г).
Основными элементами САТ по данному проекту являются баки-аккумуляторы питательной воды (АПВ) из сталежелезобетона, емкость каждого из которых составляла 17 000 м3, для хранения горячей воды с параметрами 210 °С и 2,5 МПа, баки холодного конденсата (БХК) и система подогрева воды, подаваемой их БХК в АПВ в режиме зарядки. В качестве греющей среды в последней системе используются влажный пар после цилиндра высокого давления турбины и частично острый пар. В качестве дополнительной ступени подогрева применяется деаэратор, для чего предусматривалась его модернизация путем установки более мощных деаэра- торных колонок.
При разряде САТ за счет подачи горячей воды в питательный бак деаэратора из АПВ происходит вытеснение пара из регенеративных отборов турбины на подогреватели низкого давления № 3-5 и деаэратор, а также частично на подогреватели высокого давления, что обеспечивает увеличение располагаемой мощности турбоагрегата за счет пропуска этого пара через проточную часть турбины в конденсатор на 145 МВт (естественно, турбина должна модернизироваться).
Паровая подушка, создаваемая в верхней части объема АПВ, обеспечивает стабильные параметры горячей воды, запасаемой в аккумуляторе, и практически постоянную температуру его корпуса во всех режимах работы САТ, а также выполняет функцию насоса в режиме разряда, создавая подпор и подачу воды в тракт питательной воды.
Решения по электротехнической части были приняты на основе унифицированного проекта блока ВВЭР-1000, но в связи с увеличением располагаемой мощности блока при разряде АПВ штатный электрогенератор предлагалось заменить на генератор ТВВ-1200, используемый на Костромской ГРЭС.
Управление основными технологическими процессами дополнительно устанавливаемого оборудования САТ осуществляется с блочного щита управления во всех режимах работы АЭС.
Баки холодной и горячей воды размещаются на прилегающей к главному корпусу площадке без изменения основных решений по компоновке унифицированной АЭС с ВВЭР-1000.
Для пикового режима использования САТ (5 ч разряда АПВ в сутки, что соответствует годовому числу часов использования дополнительной мощности блока 1000 ч/год) суммарная полезная емкость АПВ на один блок составляет 30 000 м3 (два аккумулятора), а дополнительные капвложения, связанные с СТА, - 18,8 млн руб. (в ценах 1980 г.), или 130 руб./кВт.
Приведем выводы из одной из последних публикаций, посвященных САТ (журнал РЭА, № 2, 2010):
1. Применение САТ на атомных станциях позволяет сохранить высокий КИУМ атомного энергоблока при работе в маневренных режимах, обеспечить достижение глубокого выгорания ядерного горючего и свести к минимуму число глубоких термических циклов для РУ и оборудования первого контура, так как САТ обеспечивают сохранение постоянной тепловой мощности РУ. При этом удается обеспечить широкий диапазон регулирования мощности энергоблока.
2. САТ имеют гораздо более низкую капиталоемкость, чем ГАЭС (см. раздел 10.3). Капиталовложения на создание в схеме ЛАЭС-2 рассматриваемых в указанной публикации двух типов САТ (эквивалентных по «мощности» Ленинградской ГАЭС) составляют 22 и 13 млрд руб. В то время как на создание ГАЭС требуется 102 млрд руб.
3. Срок окупаемости теплоаккумулирующей системы оценивается на уровне от 3 до 5 лет в зависимости от соотношения длительности циклов пиковых и полупиковых нагрузок и от диапазона регулирования мощности. Чем больше диапазон регулирования мощности, тем выше эффект от применения САТ на АЭС.
Повышению экономической выгодности и привлекательности САТ будет способствовать введение тарифов на электроэнергию, дифференцированных по времени суток.
На основе своих расчетов авторы публикации оценивают этот оптимальный тариф применительно к 2011 г. так:
пиковая зона - 4,24 руб. • кВт • ч;
дневная зона - 1,95 руб. • кВт • ч;
ночная зона - 1,25 руб. • кВт • ч.
4. Применение САТ в составе АЭС наделяет атомный энергоблок новыми коммерческими свойствами, в том числе:
повышенной конкурентоспособностью АЭС на объединенном рынке электроэнергии и мощности из-за устранения потерь от недовыработки электроэнергии при работе АЭС в маневренном режиме;
получением дополнительного эффекта от производства пиковой и полупиковой энергии за счет прироста мощности энергоблока над номинальной в часы пиковой и полупиковой нагрузки;
обеспечением более экономичного режима использования топливного цикла.
5. Анализ режимных параметров АЭС с САТ указывает на широкие возможности их участия в покрытии переменной зоны графика суточных электрических нагрузок в ОЭС практически без каких-либо ограничений.
